固态热管反应堆模拟装置热工水力特性分析

热管反应堆具有小型化、结构简单、固有安全性高等优势,有着广泛的应用前景和研究意义。本文采用CFD方法对热管反应堆模拟装置进行了稳态工况下的热工水力特性分析,并与实验结果进行对比。结果表明,热管各测点温度相对误差不超过5.5%,温差发电器热端各测点温度相对误差不超过3.1%,证明了该模型方法的可行性和正确性。本研究为热管反应堆的数值模拟提供理论指导与方法支撑。     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量，系统设计本身就极为简化，较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据，为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响，本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型，以eVinci反应堆为例，开展了燃料循环经济性影响因素探索研究，获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响，热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升，经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。      

直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析

基于Matlab/simulink程序，针对小型直接布雷顿循环反应堆系统，通过模块化思想建立该系统数学物理模型，开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动，模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行，得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明，系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理，能为小型直接布雷顿循环反应堆系统的设计、优化与安全分析提供依据。     

静默式热管反应堆热工水力特性不确定性分析

基于不确定性分析软件DAKOTA和自编程热管反应堆单通道热工分析程序HEART,对静默式热管反应堆(NUSTER)稳态热工水力特性进行了不确定性分析。根据热管反应堆相关实验数据，选取运行功率、燃料热导率、气隙宽度、包壳厚度、热管蒸发段长度和基体厚度6个关键热工参数并确定其基准值与概率密度分布，通过大量重复性计算，获得了95%置信水平下热管蒸发段温度、热管冷凝段温度、燃料峰值温度、包壳峰值温度及基体温度的统计分布，并对各参数的不确定性对热管反应堆安全性的影响进行了分析。分析结果表明：热管蒸发段及冷凝段温度有0.67%的概率超过热管温度限值；由于热管反应堆堆芯为固态堆芯，传热以纯导热为主，输入变量的不确定性对不同目标参数的影响相同，燃料热导率的不确定性对5个目标参数的影响最为显著，且为负相关。本研究获得的结果可为热管反应堆的优化及其后续发展提供方向指引。     

温差热电转换型空间热管冷却反应堆瞬态分析程序开发及验证

热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建立了详细的数学物理模型,并开发了系统瞬态分析程序,其中堆本体模型基于OpenFOAM进行模块开发,耦合了点堆动力学模型和反应性反馈模型。通过文献和试验数据分别验证了高温热管及温差热电转换模型,结果与参考值符合较好,其中温差热电转换模块发电功率与试验值的相对偏差小于2.75%。采用该程序对KRUSTY进行了建模分析,开展了反应性引入、热电转换模块失效、负荷跟踪、主动冷却丧失工况下的瞬态分析,并与试验值进行了对比。结果表明,在上述瞬态工况下堆芯燃料表面温度与试验值的偏差小于4.1 K,程序计算结果与试验值符合较好。     

兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计

针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。     

小型化气冷球床堆方案设计与应用研究

商用核电站的大规模建造和并网,缓解了我国电力供应和环境污染等问题,但很难满足孤立岛屿、小型基地、航天推进等潜在的应用环境。因此,须发展不同功率范围的小型化、可移动式核反应堆系统,以适应未来电力市场和动力装置对核能的需求。考虑到球床堆具有出口温度高、安全性好等特点,设计了一个基于闭式布雷顿循环、热功率为5 MW的核反应堆系统,给出了总体设计参数和反应堆部分的物理、热工特性。结果表明,该系统的能量转换效率约为35.2%,可达到6.14kg/kWe的比重量。反应堆寿期初和寿期末的剩余反应性分别为4.88$和2.28$,满足10a设计寿命的燃耗要求。反应堆进、出口温度分别为868.7K和1 295.8K,额定功率下燃料最高温度为1 576K,低于设计温度限值1 600K。     

热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为，以简化的多孔基体结构为研究对象，结合Megapower 5 MW（热功率）热管堆的设计参数，制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案，其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效，结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应，进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。     

热管堆中分段式温差发电器的仿真分析

温差发电器（TEG）是一种能够直接将热能转化为电能的器件设备,因此可在热管堆中将TEG作为能量转换系统。但当热管堆堆芯的平均或最高温度超过1 000 K后,TEG的缺陷就会暴露出来。分段式温差发电器（STEG）可解决这一问题。本文在COMSOL软件中搭建了STEG模型,确定了数值模拟方法,并对STEG的几何形状和热电性能进行了优化设计,将热管与STEG组合成单通道模型来进行仿真计算。对STEG进行了稳态的仿真计算,得到STEG的几何优化设计,并探究了热电和热力性能,热电转换效率最高可达15.75%,最大应力约为270 MPa。在单通道模型中,结合STEG的最优几何设计,热电转换效率最高可达15.63%。本文工作可为STEG与热管堆结合的数值模拟提供相应的基础。     

超高温锂热管设计与热输运性能分析

超高温锂热管冷却的核反应堆因其静默性、体积小等优势,在深海核动力和深空探测方面具有广泛的应用前景。为掌握超高温锂热管的传热特性,开展了超高温锂热管设计,并基于热阻网格法开发了超高温锂热管的Python程序,在此基础上对锂热管进行热输运性能分析。通过与其他现有模型和实验数据对比,验证了本文开发的模型精度,且应用该程序校核了本文设计的超高温锂热管,并分析了超高温锂热管在变功率工况下热管结构对热管达到新的稳定状态所需转变时间的影响。结果表明,本文设计的超高温锂热管符合设计要求;增加管壁厚度和吸液芯厚度会增加转变时间;增加冷凝段长度有利于减少转变时间。本文研究为热管堆的优化设计和安全分析提供了依据。      

空间堆热管输热能力分析

为保证空间堆的传热安全,空间堆热管必须工作在各种传热极限以下,并能满足避免单点失效的安全要求。本文建立了空间堆热管黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限5种传热极限计算方法,并改进了毛细极限计算模型。利用建立的方法计算了分段式热电偶转换的热管冷却空间堆电源系统堆芯锂热管、辐射散热器钾热管和碱金属热电转换的空间堆电源系统堆芯钠热管的传热极限。结果表明,空间堆用锂热管和钠热管的毛细极限分别为25.21kW和14.69kW,钾热管的声速极限为7.88kW,其传热设计冗余量分别大于19.4%、23.6%和43.2%。空间堆堆芯热管在正常运行时限制其热量输出的传热极限为毛细极限,而限制散热器钾热管正常运行时热量输出的传热极限为声速极限。     

Modeling and Code Development of HP-PRHRS for Molten Salt Reactor

The conceptual design of heat pipe cooled passive residual heat removal system (HP-PRHRS) was proposed to improve passive safety performance of molten salt reactor (MSR). Based on the structure of HP-PRHRS and the operation performance of MSR, a set of reasonable mathematical physical models were built, mainly including reactor core physical thermal model, high temperature heat pipe model and HP-PRHRS model. Analysis code PRAC for HP-PRHRS was developed for MSR adopting those models. The verification of the code was conducted using MSRE benchmark and the transient experimental data. The results show that the calculated value of PRAC code is in good agreement with the benchmark and experimental results, which proves the accuracy of the model and code. HP-PRHRS model and PRAC code can support and provide foundation for the future research on MSR.     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程；分析了热管冷却反应堆的技术特点，包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势；归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状，并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战，从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势，为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言，热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景，有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。